圧力管型原子炉熱水力計算コード(HAPI-II)使用説明書

• Material Type: 文書・図像類
• Title: 圧力管型原子炉熱水力計算コード(HAPI-II)使用説明書
• Author/Editor: 菅原 悟; 北原 種道
• Author Heading: 菅原 悟; 北原 種道
• Publication Date: 1982-02
• Publication Date (W3CDTF): 1982-02
• Alternative Title: Users' manual of a thermohydraulic computer code; "HAPI-II" for the pressure tube type reactor
• Periodical title: PNC TN952 82-02
• Text Language Code: jpn
• Target Audience: 一般
• Note (General): 原子炉の炉心冷却材流量配分は,燃料集合体の熱的余裕度,即ち最小限界出力比(MCPR)の評価の観点から非常に重要であり,新型転換炉の様な圧力管型炉の場合,原子炉冷却系に形状の複雑な入口管,出口管が存在するため炉心流量配分評価には厳しい精度が要求される。 そのため,新型転換炉の開発においては,動燃大洗工学センターの実規摸試験装置を用いて,配管部品や燃料集合体について,単相流及び二相流実験データを集積するとともに,圧力損失相関式を作成し,それらに基づいて熱水力計算コードHAPIを開発してきた。 本報告書は,「ふげん」の解析に使用しているHAPI―2コードについて解説したものである。 HAPI―2コードは,「ふげん」の系統試験及び起動試験並びにその後の運転データの解析評価によりその精度が確認されており,全出力範囲に且って,再循環流量を+-約4\%,炉心流量配文を+-約7\%で予測できることが確認されている。 また,プログラムはFORTRANで記述されており,プログラムサイズは約500Kバイト,実行時間は「ふげん」の1/2炉心対象で約1分(FACOMM―190)である。; This report is a users' manual of a thermohydraulic computer code 'HAPI-II' for the pressure tube type HWR, FUGEN. The prediction of channel coolant flow distribution is important for the evaluation of thermal design margin (MCPR). This prediction is more important than LWRs, for the pressure tube type reactors like the FUGEN in which inlet and outlet pipes are longer and have more complex shapes. Therefore, a number of hydraulic tests using full scale test facilities have been carried out at PNC O-arai Engineering Center, much valuable data have been obtained for fuel assemblies, pipes, and bends. On the basis of these data, a 'HAPI' code has been developed. It is comfirmed that the 'HAPI-II' code has an accuracy of $\pm$4\% on the recirculation flow rate and of $\pm$7\% on the core flow distribution compared with actually measured data in FUGEN reactor for all operating conditions. This program is written in FORTRAN language and its size is 500 Kbyte, computing time is approximately 1 minute for a half core of FUGEN Reactor.
• Source: /PNC-TN952-82-02.pdf （fulltext）; https://jopss.jaea.go.jp/pdfdata/PNC-TN952-82-02.pdf
• Access Restrictions: 限定公開
• Data Provider (Database): 国立情報学研究所 : 学術機関リポジトリデータベース（IRDB）（機関リポジトリ）; https://irdb.nii.ac.jp
• Original Data Provider (Database): 日本原子力研究開発機構 : JOPSS:JAEA Originated Papers Searching System

• Summary, etc.: 原子炉の炉心冷却材流量配分は,燃料集合体の熱的余裕度,即ち最小限界出力比(MCPR)の評価の観点から非常に重要であり,新型転換炉の様な圧力管型炉の場合,原子炉冷却系に形状の複雑な入口管,出口管が存在するため炉心流量配分評価には厳しい精度が要求される。 そのため,新型転換炉の開発においては,動燃大洗工...